AP1000核反应堆用冷却剂泵水力模型的设计与研究

论文摘要

核电作为清洁、经济、可持续的能源,是我国经济社会发展的必然选择。核电站核岛中关键设备之一核主泵的设计制造技术在我国尚属空白,严重制约了我国核电的发展。本文工作在国家973项目的支持下,对百万千瓦级压水堆核电站屏蔽式核主泵(AP1000)的过流部件水力模型进行了设计和研究。论文围绕AP1000核主泵的重要过流部件叶轮、扩压器、泵壳开展了较为深入、系统的研究。结合传统离心泵和混流泵的设计方法,自主设计了一个针对高温、高压、大流量的AP1000核主泵叶轮；在初步的叶轮基础上,完成了设计条件下的内流场数值模拟分析和力学特性、强度核算分析,获得了较满意的结果,为核主泵叶轮设计的国产化做出了有益尝试。针对核主泵重要承压边界——泵壳的研究,完成了不同进水、出水口位置的四种泵壳结构型式设计,并通过CFD方法分析了进口位置在轴向方向上变化、出口位置在切向和径向变化时,对泵壳内部流动和性能的影响。研究比对,给出泵壳进口位于泵壳中心,泵壳出口位于泵壳一侧,流体沿切线方向从泵壳内流出,这种布置泵壳的内流场最佳、流动损失最小的设计方案。扩压器是介于叶轮出口和泵壳进口承上启下的部件,其设计的优劣对整个核主泵效率影响较大。本文还对不同出口安装角的扩压器与泵壳之间的相互影响进行了研究,结果表明：扩压器出口安装角的减小,有利于核主泵全流道效率的提高,但当扩压器的出口安装角为20°时,效率提高的幅度将大大减小,且随着扩压器出口安装角的进一步减小,泵壳出口与泵壳外壁之间的涡团也逐渐增大。同时,在泵壳舌角处出现的涡团的位置也越来越接近舌尖点,流动不稳定。以上研究阶段成果为自主研发和设计制造核主泵奠定了良好的基础。

论文目录

• 摘要
• Abstract
• 1 绪论
• 1.1 课题研究的目的和意义
• 1.2 核主泵的概况
• 1.3 本课题的国内外研发情况
• 1.4 本文的主要工作
• 2 数值研究方法及CFD软件的介绍
• 2.1 引言
• 2.2 流动控制方程
• 2.3 流动的湍流模型
• 2.3.1 软件中各湍流模型简介
• 2.3.2 Spalart-Allmaras湍流模型
• 2.4 网格及网格生成技术
• 2.4.1 计算网格分类介绍
• 2.4.2 NUMECA网格的生成及网格质量的评估
• 2.5 空间离散及时间离散
• 2.5.1 空间离散方程及通量表示法
• 2.5.2 差分格式
• 2.5.3 时间离散:多级Runge-Kutta
• 2.6 多重网格技术
• 2.7 本章小结
• 3 AP1000核主泵叶轮水力模型的设计及数值模拟
• 3.1 引言
• 3.2 水泵离心/混流式叶轮的传统设计方法
• 3.2.1 相似换算法
• 3.2.2 速度系数法
• 3.3 自行设计的核主泵结构与性能
• 3.3.1 AP1000核主泵的设计要求
• 3.3.2 一维设计
• 3.3.3 叶轮内过流部件计算及其流动分析
• 3.4 主泵叶轮的力学分析
• 3.4.1 模型介绍
• 3.4.2 有限元模型
• 3.4.3 计算结果分析
• 3.4.4 模态分析
• 3.4.5 小结
• 3.5 小结
• 4 AP1000核主泵泵壳的水力模型设计及数值模拟
• 4.1 传统泵壳的水力设计方法及核主泵泵壳的特殊要求
• 4.2 不同进出口泵壳的设计方案比对
• 4.3 不同进出口型式泵壳对核主泵水力性能影响的分析与研究
• 4.3.1 网格划分
• 4.3.2 计算条件的设定
• 4.3.3 计算结果分析
• 5 AP1000核主泵扩压器的水力模型设计及数值模拟
• 5.1 AP1000核主泵扩压器作用的介绍
• 5.2 不同出口安装角的叶片扩压器设计
• 5.2.1 不同出口安装角的叶片扩压器的设计方案
• 5.2.2 主泵全流道的造型与网格的划
• 5.2.3 边界条件的定义
• 5.3 计算结果与分析
• 5.4 小结
• 6 总结与展望
• 6.1 主要工作
• 6.2 主要结论
• 6.3 展望未来
• 参考文献
• 攻读硕士学位期间发表学术论文情况
• 致谢